严重事故条件下仪表可用性分析

首先对国际国内相关的标准和法规进行研究,明确仪表可用性分析的顶层要求。其次确定了5个关键可用性分析要素;在此基础上提出了一种曲线包络对比的分析方法,形成完整的分析流程。采用所提出的分析方法,能够可信地对核电厂仪表在严重事故条件下的可用性进行分析,有效提高应对严重事故的能力。对国内目前仪表可用性仍然存在的问题进行了分析,并提出了相关的技术见解。     

严重事故工况高温环境下爆破阀药筒驱动装置可用性研究

本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下:正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100 W·m^(-2)·K^(-1)三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。     

核电厂严重事故下β射线对仪表损伤的定量化分析研究

对严重事故下β射线在核电厂内的分布特点进行了分析研究,在此基础上开展了严重事故下β射线作用在现场典型仪表时的辐照场分布计算,以及γ射线作用在同一对象中的辐照场分布计算。通过辐照能量等效的方法将β射线对典型仪表的损伤影响换算成一定比例的γ射线损伤影响,从而获得β射线对仪表损伤的定量化数据和不同试验材料对β射线的屏蔽性能数据,为严重事故下各类设备的辐照鉴定所使用的辐照剂量提供了定量的指标。该研究成果可直接应用于工程实践,用于指导严重事故仪表可用性分析、仪表鉴定以及仪表设计。      

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。     

核电厂严重事故工况下氢气浓度监测装置研制

研究解决了电化学测氢气浓度传感器中电极涂覆、结构设计等关键技术问题,设计制造了严重事故工况下氢气浓度在线监测装置样机,开展了不同压力、温度、氢气浓度条件下测试试验,正常工况下的性能测试试验和环境适应性试验。结果表明研制的氢气浓度监测装置具有选择性强、能实现在线监测、响应时间快、测量范围宽、测量精度高等特点,可用于我国的“华龙一号”（HPR1000）和大型先进压水堆（CAP1400）核电厂严重事故工况下氢气浓度在线监测。      

核电厂严重事故下氢气燃烧单步模型研究

通过改变指前因子和活化能系数，构建氢气燃烧单步反应机理，利用构建的单步机理开展严重事故下氢气燃烧计算分析，将计算结果与试验数据进行对比分析，同时利用机理开展不同氢气浓度条件下氢气燃烧数值计算。结果表明:单步机理在氢气火焰传播速度方面计算值与试验值符合很好，修正后的氢气燃烧单步机理可用于核电厂氢气燃烧计算分析。      

核电厂严重事故薄弱环节确定方法研究

核电厂严重事故薄弱环节识别是核电厂严重事故预防和缓解措施设计及优化的重要基础,也是严重事故管理导则开发的关键要素之一。我国尚缺少核电厂严重事故薄弱环节相关筛选准则,本文对美国单个电厂检查及严重事故问题关闭导则中的电厂严重事故薄弱环节筛选准则及分析方法和流程进行研究,提出适用于国内二代改进型核电机组严重事故薄弱环节的确定方法,并应用于国内二代改进型核电机组开展了严重事故预防薄弱环节分析。     

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

重水堆核电厂严重事故下辐射环境模拟

使用MCNP程序模拟了重水堆核电厂（HWR）不同区域在事故后不同时刻的辐射环境条件。结果表明,自放射性物质释放开始后约2.5 h,电厂各区域达到了事故后的剂量峰值水平,其后随着核素的衰变,剂量水平逐渐降低。另外,应急堆芯冷却系统（ECCS）设备与管线附近在事故后较长时间内保持了极高的Gamma剂量率,预计引起的可达性问题将会对事故缓解造成一定影响。      

核电厂事故工况下监控图像传感器可用性分析与加固

文章对核电厂事故工况下图像传感器可用性及辐射损伤效应进行了分析,并提出了图像传感器系统的加固方案。通过分析事故工况下可能存在的各类因素,研究各类恶劣因素对传感器可用性的影响,并针对核电厂事故中特有的放射性因素进行了图像传感器辐射损伤实验。对事故工况下存在的各类危害因素提出了对应的加固方法。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

压水堆核电站严重事故紧凑型仿真机开发

为了缓解压水堆核电站可能发生的严重事故的后果,也为了满足安全分析工程师和概率风险评价人员的需求,并在与国际原子能机构合作框架协议内,研制开发了紧凑型的严重事故仿真分析机MELSIM－PC。该仿真系统主要由仿真核心程序、同步通讯程序、人机界面程序等几个部分组成,可以工作在一台普通的微型计算机上,成功地实现MELCOR程序变量的运行数据库管理、电站动态图形显示、仿真计算控制、再启动和仿真重演等重要功能。     

核电厂仪表套管断裂失效特性研究

采用宏观微观相结合的方法对护套管及熔覆金属进行了化学成分分析、显微组织分析、裂纹断口金相和扫描电镜分析,通过分析的结果观察到护套管及熔覆金属存在显微组织和硬度分布不均匀的特点,结合理论分析得出护套管断裂性质为疲劳断裂,断裂原因为焊接残余应力在流体的冲刷振动下导致裂纹萌生。并提出护套管在制造上应避免采用焊接。     

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。     

核电厂严重事故缓解进程中应急人员行为分析

为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征，本文通过研究严重事故管理导则的特殊性，结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈，建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型，识别了决策人员、执行人员的关键影响因子，为严重事故下的人因可靠性分析方法研究奠定基础。      

核电厂严重事故情况下氢气控制分析

文章首先阐述了核电厂严重事故情况下安全壳内的氢气风险,研究现状,以及缓解、控制氢气风险的具体措施.在此基础上,介绍了田湾核电站严重事故情况下氢气控制的系统和方法,调试结果及历次大修对氢气控制系统的检查结果,表明该方法具备严重事故预防和缓解能力,安全风险处于受控状态,安全是有保障的,符合国家核安全局针对福岛核事故后对核电厂改进行动的通用技术要求.     

核电机组设计可用率因子模型的研究

设计可用率因子是衡量核电机组设计和运行业绩一个非常重要的指标,也是世界核电运营者协会(WANO)对世界各核电厂经济性能进行对标的指标之一。提升核电机组可用率因子,是业内一直关注的重点和研究的方向。本文在中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组多年运行实践的基础上,搭建适用于群厂核电机组的可用率模型,提出提升设计可用率因子的方法和途径,为新建核电厂的设计提供思路和方法,也可供后续核电厂设计可用率因子指标的评价提供参考。     

CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

核电厂临时设备投运人员可靠性评估模型

核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施,其接入工序大多较为复杂。为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性,通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特征,基于人因失误模式和影响分析,定义人因失误发生概率、人因失误影响程度、人因失误可恢复概率为风险因子,结合专家评价与模糊语言理论提出一种临时设备投运人员可靠性评估模型。以全厂断电事故下移动电源的接入任务为例,应用所建模型获得了该任务中的人误模式重要度排序及合理的风险见解,验证了模型的可行性。